一种放射性水过滤器废滤芯测量系统和方法技术方案

本发明专利技术提供一种放射性水过滤器废滤芯测量系统和方法，包括机械台架带动待测废滤芯做三维运动；伽马谱仪与被测废滤芯中放射性核素释放的γ射线相互作用,根据测量得到的待测废滤芯各分段的全能峰计数率分析得到被测废滤芯中各放射性核素分布及其总活度和活度占比；控制单元选定测点和规划测量路径、自动控制旋转台运动、可视化显示测量结果；本发明专利技术实现对废滤芯的分段和多点检测，可获得废滤芯更为精确、更为详细的伽马谱型。为使核电厂能够通过剂量率推算法更为准确的评估废滤芯废物桶中的放射性核素种类及活度，为保证测量人员的辐射安全、以满足国家放射废物处理处置相关要求提供了保障。

A Measuring System and Method for Waste Filter Core of Radioactive Water Filter

The invention provides a measuring system and system for waste filter core of radioactive water filter, which includes mechanical bench driving waste filter core to do three-dimensional movement; gamma spectrometer interacts with gamma rays released from waste filter core under test, and gets the distribution and total activity of each radioactive nuclide in waste filter core under test by analyzing the counting rate of All-Energy peaks of each section of waste filter core under test. The invention realizes the segmented and multi-point detection of the waste filter element, and obtains a more accurate and detailed gamma spectrum type of the waste filter element. In order to enable nuclear power plants to more accurately assess the types and activities of radionuclides in waste filter barrels through dose rate estimation algorithm, it provides a guarantee for ensuring the radiation safety of measuring personnel and meeting the relevant requirements of national radioactive waste treatment and disposal.

【技术实现步骤摘要】
一种放射性水过滤器废滤芯测量系统和方法
本专利技术涉及核电厂放射性测量
，对放射性水过滤器废滤芯进行测量，尤其涉及一种放射性水过滤器废滤芯伽马谱测量方法及测量系统。
技术介绍
核电作为一种安全可靠、清洁的能源，已成为电力工业的重要组成部分。目前，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的堆型，主要有压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆和快中子堆。其中国内已运行核电站堆型包括压水堆和重水堆，在建核电站中绝大部分为压水堆型。压水堆所使用的慢化剂和冷却剂以及反应堆换料和乏燃料贮存过程中的屏蔽材料都为水；为保证反应堆事故条件下的安全注射和安全喷淋系统使用水，以及人员和设备去污也用到各种水溶液，所以核电站设置有多个放射性水处理系统，需要使用大量的水过滤器废滤芯。放射性水过滤器废滤芯主要用来去除以胶体形式存在于水中的腐蚀产物和悬浮的固体颗粒物，是保证核电站稳定运行的重要设备。在核电厂运行过程中，放射性水过滤器废滤芯持续过滤和净化水中的腐蚀活化产物，废滤芯中放射性核素活度浓度将不断增加，在过滤器压差达到一定条件时更换新的废滤芯，更换下的废滤芯作为放射废物处理，经过水泥工艺固化到金属桶后暂存，最终运本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种放射性水过滤器废滤芯测量系统,其特征在于，所述系统包括：机械台架,包括用于带动待测废滤芯做三维运动的三维运动平台；伽马谱仪,包括与所述待测废滤芯对应设置的准直器；安装在所述准直器上的探测器；用于采集和处理所述探测器测量数据的数字化谱仪；以及用于解谱、无源效率刻度和核素活度反演后得到被测废滤芯中各放射性核素分布及其总活度和活度占比的核素活度反演模块；控制单元,连接所述伽马谱仪和三维运动平台,用于根据规划的测量点和测量路径，控制三维运动平台运动、以对所述待测废滤芯的全段进行分段检测,可视化显示测量结果。

【技术特征摘要】
1.一种放射性水过滤器废滤芯测量系统,其特征在于，所述系统包括：机械台架,包括用于带动待测废滤芯做三维运动的三维运动平台；伽马谱仪,包括与所述待测废滤芯对应设置的准直器；安装在所述准直器上的探测器；用于采集和处理所述探测器测量数据的数字化谱仪；以及用于解谱、无源效率刻度和核素活度反演后得到被测废滤芯中各放射性核素分布及其总活度和活度占比的核素活度反演模块；控制单元,连接所述伽马谱仪和三维运动平台,用于根据规划的测量点和测量路径，控制三维运动平台运动、以对所述待测废滤芯的全段进行分段检测,可视化显示测量结果。2.根据权利要求1所述系统，其特征在于，所述探测器用于通过准直器依次测量被测废滤芯轴向各分段，所述被测废滤芯中放射性核素释放的伽马射线与所述探测器相互作用产生电脉冲信号，所述电脉冲信号经前置放大器放大；所述数字化谱仪，包括数据信号采集存贮部分，所述探测器输入信号经主放大器放大、成形后，并传送往至数模转换器和多道脉冲幅度分析器将电脉冲信号转换成数字信号供所述核素活度反演模块分析和计算。3.根据权利要求2所述系统，其特征在于，所述核素活度反演模块包括：解谱模块，无源效率刻度模块和核素活度计算模块；所述解谱模块,连接数字化谱仪和核素活度计算模块,用于接收放大的电脉冲信号得到探测器每次探测的沿轴向分段的各分段全能峰计数率，解谱分析得到被测废滤芯各分段的放射性核素的种类及其全能峰计数率；所述无源效率刻度模块,连接所述核素活度计算模块,用于计算建立各规格尺寸的待测废滤芯在其测量几何条件下的效率刻度曲线，测量时供所述核素活度计算模块调用被测废滤芯对应的效率刻度曲线；所述核素活度计算模块，根据解谱模块给出的放射性核素种类及其全能峰计数率，调用所述无源效率刻度模块中被测废滤芯对应的效率刻度曲线，计算得到被测废滤芯各分段内各放射性核素的活度，最终得到被测废滤芯中各放射性核素分布及其总活度和活度占比。4.根据权利要求1所述系统，其特征在于，所述控制单元包括处理模块和驱动模块；所述驱动模块,分别连接三维运动平台和处理模块,用于驱动三维运动平台带动所述被测废滤芯沿其径向旋转或沿轴向直线运动，以使被测废滤芯的对应分段作为检测区域被选择对准准直器；所述处理模块,连接所述核素活度反演模块,用于根据核素活度反演模块在每一段核素活度反演计算完成后，按照所述规划的测量点和测量路径通过所述驱动模块控制所述三维运动平台以进行下一段测量检测。5.根据权利要求4所述系统，其特征在于，所述控制单元还包括路径规划模块,连接驱动模块和处理模块，用于根据不同规格的被测废滤芯设置测量点和测量路径规划，将被测废滤芯沿轴向分成若干段；所述处理模块还用于按照所述规划的测量点和测量路径,控制三维运动平台沿轴向分成若干段的所述被测废滤芯进行分段检测，并完成被测废滤芯的全段检测。6.根据权利要求1所述系统，其特征在于，所述机械台架还包括：测量屏蔽装置，设置在三维运动平台外围，用于屏蔽所述被测废滤芯释放的伽马射线；测量防护桶，包覆在被测废滤芯外周面并通过夹具固定连接在三维运动平台上，用于对被测废滤芯进行导向和定位，同时避免放...

【专利技术属性】
技术研发人员：魏学虎，孙阳阳，熊军，陈小强，贾运仓，尹淑华，高耀毅，
申请(专利权)人：阳江核电有限公司，深圳中广核工程设计有限公司，
类型：发明
国别省市：广东,44